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快堆方程式
"快堆" 是指快中子反应堆（Fast Neutron Reactor）的简称，它使用高速中子来维持和促进核反应。
与热中子反应堆不同，快堆中子的能量级别较高，因此能够触发不同的核反应，包括裂变和转变。
快堆中的核反应通常遵循以下方程式：
1. 快中子裂变反应：这是快堆中最重要的反应之一。
在这种反应中，快中子与核燃料相互作用，导致核燃料的裂变。
这种裂变反应通常可以用以下方程式表示：
快中子 + 核燃料（通常是钚、铀等） -> 分裂产物 + 快中子
具体的反应方程式将取决于所使用的核燃料和裂变产物。
2. 中子捕获反应：在快堆中，中子还可以被核材料捕获，产生新的核素。
这种中子捕获反应通常可以用以下方程式表示：快中子 + 核材料 -> 新的核素+ γ射线
这个过程有助于产生新的核素，同时也有可能消耗中子。
3. 中子传输反应：在快堆中，中子也可能经过一系列散射事件而保持其高速状态，而没有引起核裂变或中子捕获。
这些中子传输反应可以用散射截面方程式来描述，其中包括散射截面和吸收截面等参数。
这些方程式是用来描述快堆中子反应和核反应的基本方程式。
在实际的核反应堆设计和运营中，需要详细的核反应截面数据以及中子传输的建模和模拟来更精确地描述和控制堆的性能。
核工程师和物理学家使用这些方程式来设计和优化快堆，并确保其安全和高效的运行。
快中子堆浅析0、 导言快中子堆（fast breeder reactor ，FBR ），是由快中子引起裂变链式反应的反应堆。
其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。
快中子堆，全称应为快中子核反应堆或快速增值核反应堆，简称快堆。
快中子堆是第四代核反应堆GIF 建议的六个候选堆型之一，具有可充分利用铀资源、闭路燃料循环、可实现燃料增殖、热效率高等第四代核反应堆系统的特点。
1、 快中子堆基本原理快中子堆主要是利用天然铀中占99.2%左右的U 238，这很大的区别于压水堆使用U 235作燃料。
U 235对热中子的核裂变截面很大，在0.025ev 时裂变截面达到最大。
U 238只有在足够高的能量的中子轰击下才有可能发生裂变，但是其对快中子的俘获截面很大。
所以使用U 235的压水堆为提高中子利用率，需要使用慢化剂将核裂变中释放的中子迅速慢化，而快中子堆中不需要使用慢化剂。
U 238与快中子发生俘获反应经一系列变化后，转换为易裂变核素Pu 239，Pu 239在任何能量的中子轰击下均能发生核裂变反应释放能量，从而间接的利用了压水堆中无法利用的U 238，这也导致快堆电站初运行时需要装入一定量的Pu 94239作为启动时的核燃料。
其转换式如下：U （n,γ） 92238U 92298 β− Np 93239 β− Pu 94239。
2、 快中子堆基本构成当前有可能实现商业应用的快中子堆堆型有三种，分别是气冷快中子堆（GFR ）、铅冷快中子堆（LFR ）、钠冷快中子堆（SFR ）。
其中基于当前的工业基础和运行经验，钠冷快堆SFR 被多国作为第四代快中子反应堆的第一选择。
快堆使用的是能谱较硬的快中子，这直接导致其在结构构成上很大的区别于使用热中子的压水堆等。
本文将主要围绕钠冷快堆展开介绍。
2.1 燃料组件快中子堆的大部分功率是在燃料组件内产生的，一座典型的均匀LMFBR ，85%~95%的功率来自燃料区，3%~6%产生在燃料组件内的轴向转换区，3%~8%的功率在径向转换区内产生。
1.2.5 快堆的发展指日可待快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆。
快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。
燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒(见图1.2.17)。
快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。
燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。
每个燃料盒的中部Array是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。
核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。
反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。
控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。
由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。
目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。
根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。
气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题图1.2.17 块堆燃料棒与块堆组件较大，所以目前仅处于探索阶段。
钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。
钠的中子吸收截面小；导热性好；沸点高达886.6℃，所以在常压下钠的工作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，因而钠冷堆的热容量大；在工作温度下对很多钢种腐蚀性小；无毒。
所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。
世界上现有的、正在建造的和计划建造的都是钠冷快堆。
但钠的熔点为97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。
钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。
当蒸汽发生器管子破漏时，管外的钠与管内泄漏的水相接触，会引起强烈的钠-水反应。
快中子增殖反应堆及其发展史什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。
热堆消耗的主要核燃料是铀235。
铀有三种同位素，即铀-234、铀-235和铀-238。
其中的铀-234不会发生核裂变，铀-238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀-235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀-238，它占了99.2%。
为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
这就相当于我们的煤饼厂里，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。
基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
解决铀矿资源枯竭问题快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。
快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
快中子反应堆-简介快中子反应堆快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
快中子反应堆-概述原子能的释放、控制和利用，是20世纪重大科技成果之一。
原子能是原子核裂变产生链式反应释放出的能量，故又称核能。
核裂变和链式反应是在原子反应堆中进行的，所以，原子反应堆是核电站的"锅炉"。
目前的核电站中，大多数使用的是轻水堆。
轻水堆以铀-235为燃料，以水作慢化剂作用是使高速中子减速和冷却剂。
发电能力为100万千瓦的轻水堆，每天使用约3公斤铀-235。
虽然用量不多，但是由于天然铀储量有限现探明约可使用1000年，其中铀-235约只占0．7％，而99．3％是铀-238。
铀-235和铀-238都是铀的同位素，它们的原子核都会裂变，但铀-235有其独特的裂变方式，当中子撞击其原子核时，原子核会分裂成重量几乎相等的两部分，而铀-238却不具备上述裂变方式，所以不能用作轻水堆的燃料。
因此，当今核电站的核燃料中，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"。
快中子反应堆-原理快中子反应堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，铀-238就会很快变成钚-239。
